JPH02296196A - 格納容器の受動的冷却方法及び装置 - Google Patents

格納容器の受動的冷却方法及び装置

Info

Publication number
JPH02296196A
JPH02296196A JP2093299A JP9329990A JPH02296196A JP H02296196 A JPH02296196 A JP H02296196A JP 2093299 A JP2093299 A JP 2093299A JP 9329990 A JP9329990 A JP 9329990A JP H02296196 A JPH02296196 A JP H02296196A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
containment vessel
water
containment
cooling
air
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
JP2093299A
Other languages
English (en)
Other versions
JP2813412B2 (ja
Inventor
Lawrence E Conway
ローレンス・エドワード・コンウェイ
William A Stewart
ウイリアム・アラン・スチュアート
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
CBS Corp
Original Assignee
Westinghouse Electric Corp
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Westinghouse Electric Corp filed Critical Westinghouse Electric Corp
Publication of JPH02296196A publication Critical patent/JPH02296196A/ja
Application granted granted Critical
Publication of JP2813412B2 publication Critical patent/JP2813412B2/ja
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Lifetime legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C11/00Shielding structurally associated with the reactor
    • G21C11/08Thermal shields; Thermal linings, i.e. for dissipating heat from gamma radiation which would otherwise heat an outer biological shield ; Thermal insulation
    • G21C11/083Thermal shields; Thermal linings, i.e. for dissipating heat from gamma radiation which would otherwise heat an outer biological shield ; Thermal insulation consisting of one or more metallic layers
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/02Details
    • G21C13/022Ventilating arrangements
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/02Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • G21C15/12Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from pressure vessel; from containment vessel
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/24Promoting flow of the coolant
    • G21C15/26Promoting flow of the coolant by convection, e.g. using chimneys, using divergent channels
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y10TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
    • Y10STECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y10S376/00Induced nuclear reactions: processes, systems, and elements
    • Y10S376/90Particular material or material shapes for fission reactors

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、原子炉に関し、特に、想定上の設計基準事故
の後に原子炉の格納容器を冷却する本貫的に受動の冷却
系に関するものである。この冷却系は、原子力発電プラ
ントの池の構造と関連して、炉心崩壊熱を全て迅速に除
去することにより受動的な最終熱シンクとしても機能す
る6 11挟亙五皿泗 想定事故後に原子炉の格納容器から熱を除去することは
、安全関連の機能であって、この機能は、諸機器及び諸
冷却系からなる2つ以上の別個の冗長系により遂行され
るのが典型的である。水冷却型原子炉においては、これ
等の冗長系のそれぞれが、1つ以上のファン冷却器と、
機器冷却水用、供用水用、最終熱シンク用等の一連の冷
却系とを含むことが典型的であり、全冗長系は、ディー
ゼル発電機により発電される交流電力、電気ケーブル及
び開閉器類、制御回路、換気空調系等により支援されて
いる。これ等の冗長系の全ては、安全関連の機能を遂行
するので、地震に対しても環境に対しても認定されてい
なければならず、しかも、耐震設計の構造内に格納され
ていなければならない。
上述の構造と、原子力発電プラン1への安全に対する配
慮とのために、耐震設計、認定、試験、並びに建屋及び
諸機器の保守等に関連して、かなりの建設及び運転上の
努力が必要になるので、原子力発電プラントの設計は、
非常に複雑且つ経費を要するものになる。
安全等級の機器の数を大きく低減させるために、また、
機器を冷却し最終的に熱を除去するための交流電力、加
熱及び空調、大きな冷却水系等を含む安全等級の支援系
機能の必要性を無くすために、受動系が工夫されてきた
。これ等の受動系は、運転員の動作を必要とせず、安全
機能の信頼性を増し、市民に対する危険性を減少させる
。原子力発電プラントの信頼性と稼動率とが改善される
一方で、複雑性、保守の必要性、コスト及び建設時間が
減少している。
受動的安全系の一例は米国特許第4,753,771号
明m書に記載されている。この明細書に記載された受動
的安全系では、全ての安全機能を遂行するために、重力
のような自然現象、圧縮ガス、及び自然循環を最大に使
用することによって、安全等級の冗長支援系とそれ等に
関連した構造の量とを減少させている。
上述の特許に提示されている格納容器冷却系は、鋼製格
納容器の外側の自然循環による空気冷却に依拠している
。この概念は、商用に使用されている大きさの原子炉プ
ラントに適用可能とするためには、典型的な格納容器表
面積より大きい表面積を必要とし、また/或は、典型的
な格納容器設計の圧力/温度より高い圧力/温度を必要
とするであろう。
一般に、格納容器の熱除去機能を簡略化しようとする先
行技術の試みは幾つかの欠点を有し、その欠点が上記の
試みの適用を躊躇させていた。具体的には、安全関連の
建屋及び支援系の大幅な減少がプラント全体の規模でな
されるように、受動的な格納容器冷却と他の受動的な安
全機能とを組み合わせていなかった。従って、格納容器
冷却に必要な構造及び/又は機器はコストを増、加させ
るものとだけ考えられていた。安全関連の格納容器冷却
を必要とする事象の頻度は非常に低いので、コスト対利
益の歓迎されうる認知された比率はない また、原子カプラントの規模についての経済性を最大に
したいという希望のために、プラントの大部分は270
0メガワツトかそれ以上の熱出力の定格を有する結果に
なっている。これ等の大型プラントは、代表的には39
.6−45.7m(130〜150f L)の直径を有
する格納容器を必要とする。従来、この寸法範囲につい
ては、円筒形のステンレス鋼製格納容器を使用すること
は実際的ではないと考えられており、また、球状のステ
ンレス鋼製格納容器も一般に用いられていなかった。従
って、コンクリート製の格納容器が典型的な設計上の選
択枝であった。しかし、これ等のコンクリート製格納容
器は外部から表面を冷却することはできない。
鋼製格納容器の表面冷却を行うには、同格納容器を囲む
遮蔽建屋が、空気入口及び出口を提供するか或は蒸気を
排出する周囲もしくは環境に開放していることが必要で
ある。これは、鋼製格納容器を有するプラントが遮蔽建
屋を利用して格納容器との間に環状部を画成し、同環状
部にフィルターを付けて放射線放出に対する2次的バリ
ヤーとして機能させている現在の慣行に反している。
熱を除去すると共に格納容器の圧力を制限するために格
納容器の外側表面に対して水のみを使用することには、
幾つかの実際上の限界がある。第1に、格納容器の外側
表面を100℃#212°F(冷却水は沸騰しない)以
下に保つべきなら、非常に多量の冷却水が必要であり、
上方にあるタンクから重力のみによりこの冷却水を供給
することは、実際の貯蔵容量から考えて限界がある。従
って、長期間の冷却となって、認定を受けた付加的な水
供給源と、ポンプと、配管及び支援系のような関連構造
とが必要になる。このように、かかる冷却系は完全に受
動的ではない。冷却水を相当に加熱して沸騰させるのな
ら、外側表面の温度は100°C以上でなければならな
い。2.8Kg/cm2(40psig)における蒸気
/水の飽和温度は122℃(250’F)に過ぎないの
で、熱伝達のための十分な温度変1ヒを生しさせたいの
なら、格納容器の設計圧力をもっと高くすることが必要
であろう。
また、熱を除去すると共に格納容器の圧力を制限するた
めに格納容器の外側表面に対して空気のみを使用するこ
とにも、幾つかの実際上の限界がある。例えば、空気の
みによる格納容器の冷却は、達成可能な熱伝達率が比較
的に小さいので、格納容器の表面積を現在の原子炉格納
容器の設計で用いられている値以上に相当に大きくする
必要がある。
水その他の材料のような受動的熱シンクを格納容器と常
時接触させて使用すると、格納容器の構造に大きな熱衝
撃を与え、腐食に関する問題を招来するであろう。
1監立41! 本発明の目的は、−旦作動すれば、冷却機能を遂行する
ために能動的な諸機器(ポンプ、ファン、冷却器)や、
電力や、運転員の操作を必要としない格納容器の冷却系
(冷却装置)を提供することである。
本発明の別の目的は、他の″“受動的゛°安全全系協働
して、想定される事故の後に原子カプラントから顕然及
び炉心崩壊熱を除去するための安全等級の最終的熱シン
クとなる冷却系を提供することである。
また、本発明の別の目的は、他の“″受動的°゛安全系
と協働して、冷却を無期限に維持できるように炉心の冷
却に使用する水を補給する冷却系を提供することである
本発明の更に別の目的は、米国原子力規制委員会その他
の規制機関の要求に従って、短期間に格納容器圧力を抑
えると共に、(24時間かそれより長い時間内に)格納
容器圧力を減少させるのに十分な除熱能力を有する格納
容器冷却系を提供することである。
本発明の別の目的は、格納容器の表面に添加される水を
炉心崩壊熱の発生率にほぼ一致するような割合で受動的
に減少させることである。
本発明によると、上述の目的及びその他の目的を達成す
るために、原子炉を収容すると共に、頂部と、内側表面
と、外側表面とを有する金属製の格納容器の受動的冷却
装置は、前記格納容器よりも上方の位置に配置された水
供給源と;前記格納容器を囲繞すると共に、頂部と、内
側表面と、外側表面とを有するコンクリート製の遮蔽建
屋と;該遮蔽建屋の前記頂部のところで半径方向に形成
された空気入口と;前記遮蔽建屋の前記頂部から上方に
延びるように同頂部の中央に形成された煙突状の筒体と
;前記遮蔽建屋の前記頂部から前記格納容器の実質的に
全長にわたって延在すると共に、内側表面と、外側表面
と、前記格納容器の形状に実質的に倣う形状と、開放し
た下端部とを有する空気転流体と;可変の割合で前記格
納容器の前記頂部上に水を放出する流体放出装置とを備
えており:前記遮蔽建屋の前記内側表面と前記空気転流
体の前記外側表面とが、前記空気入口から前記空気転流
体の何層下端部まで延びる第1の環状スペースを形成し
、前記空気転流体の前記内側表面と前記格納容器の前記
外側表面とが、前記空気転流体の前記下端部から前記煙
突状の筒体まで延びる第2の環状スペースを画成し、前
記第1及び第2の環状スペースが前記格納容器の前記外
側表面を覆う冷却空気流路を画成している。格納容器の
表面は、そこに放出された水の拡散を促進できるように
湿潤性の材料の層を備えていることが好ましい。このよ
うな材料は熱伝導性の湿潤塗料である。第2の環状スペ
ースは、第1の環状スペースよりも実質的に小さいので
(格納容器の全長にわたって約38cn=15inの幅
)、空気は比較的に高速で格納容器の外側表面上を流れ
ることができる。
水供給源の水は、流体放出装置により格納容器の頂部上
に制御された割合で放出されるのが好ましい。該流体放
出装置は、水を保持する貯蔵タンクと、複数のタンク出
口管とを有し、各タンク出口管は、一端が貯蔵タンクに
延入し、他端が貯蔵タンクの底部より上方の所定の高さ
のところで終端している。2つの冗長水放出管路が設け
られており、各管路に、バッテリー電力により作動され
事故時に開く空気作動式遮断弁がある。
本発明の構成及び作用は、上述の目的、並びにこれから
明らかになるその他の目的及び利点と共に、同一部分を
同一符号で示す添付図面に関する以下の詳細な説明を参
照することから明らかになろう。
t   の= を 本発明による原子炉格納容器の受動的冷却装置(以下、
冷却系という)は、想定されるどんな設計基準事故後も
格納容器の設計圧力及び温度が超過しないように、熱を
格納容器から環境に直接伝達する。この冷却系は、格納
容器の通常の除熱手段、即ち格納容器送風冷却器が長期
間にわたって利用できない時だけ、格納容器の除熱機能
を遂行することが必要である。また、同冷却系は、格納
容器内に多量のエネルギーが放出されることになると想
定される設計基準事故後に作動するように設計されてい
る。
第1図を参照すると、受動的冷却装置、即ち受動的格納
容器冷却系4は、原子炉容器8と、蒸気発生器10.1
2とを収容した金属製格納容器6を備えている。この格
納容器6は、頂部14と、内側表面16と、外側表面1
8とを有する。典型的な原子炉プラントの場合、約18
00メガワツトの熱出力を発生することができ、加圧水
型原子炉を使用し、そして円筒形の格納容器を採用して
いる。格納容器6は約3.2Kg/cm2(45psi
g)の設計圧力を有し、肉厚4.45c+n(1,75
in)の鋼で製作されている。格納容器6の直径は約3
6.6m(120ft)である。
コンクリート製遮蔽建屋20がこの格納容器6を取り囲
んでいるが、格納容器6の外径と遮蔽建屋20との間に
は約1.37m(4,5ft)の環状部がある。
遮蔽建屋20は、外側表面22と、内側表面24と、頂
部26とを有する。頂部26には、遮蔽建屋20の周囲
を収り巻いて半径方向に空気入口28が形成されている
。この空気入口28は、雨の浸入を防ぐためのルーバー
を備えることができる複数の等間隔に形成された入口開
口とすることができる。その他の空気流指向手段を使用
してもよい。
水供給源30は、遮蔽建屋20によりその上方部内に支
持されており、約1,325,000ffi (350
,000)ガロンの水を貯蔵しているのが好ましい。水
供給源30は、好適な実施例においては、互いに流体連
通した一連の小タンクからなる放射状タンク内に配置さ
れている。
遮蔽建屋20の頂部26は、同頂部から上方に延びるよ
うに中央に形成された煙突状の筒体32を有し、この筒
体32が加熱された空気及び水蒸気の出口となる。煙突
状の筒体32は、加熱空気の高さを増すように作用し、
以て自然循環による空気質量流量率を増す、また、煙突
状の筒体32は、加熱された空気が空気入口内に引き込
まれることを防止する。
実施例においては、煙突状の筒体32は、遮蔽建屋の頂
部の上方約15.2m(50f t>まで延び、或は格
納容器6の頂部の上方約19.8m(65f t)まで
延びる。
空気転流体34が、遮蔽建屋20と格納容器6との間に
配設されていて、煙突状の筒体32の下端部から格納容
器の実質的に全長にわたって下方に延びている。同空気
転流体34は、格納容器6の形状に実質的に一致するよ
うに形成された板鋼から製作しうると共に、開放した下
端部36と、外側表面38と、内側表面40とを有する
。遮蔽建屋20の内側表面24及び空気転流体34の外
側表面38は、空気入口28がら空気転流体34の開放
した下端部36まで延びる第1の環状スペース42を画
成する(但し、格納容器の上方部が楕円形状であるため
に、この環状スペースは上方部で拡がっている)。
空気転流体34の内側表面40及び格納容器6の外側表
面I8は、空気転流体34の下端部36から煙突状の筒
体32まで延びる第2の環状スペース44を形成してい
る。この第1、第2の環状スペース42.44が第1図
に矢印で示したように冷却空気を流す冷却空気通路を画
成する。即ち、周囲の空気は空気入口28内に引き込ま
れ、第1の環状スペース42を下方に通流し、次いで第
2の環状スペース44を上方に通流して、格納容器6の
外側表面18を流過し、その後煙突状の筒体32から放
出される。空気流は、加熱された空気の上昇により招来
される自然循環のために生ずる。風があれば、空気入口
における風の圧力及び煙突状の筒体により生ずる上昇流
によって更に空気流が起こる。
周囲の空気が格納容器の外側表面18を流過する自然循
環による格納容器冷却は、限界設計基準事故の直後のか
なりの時間については、それ自体では不十分かも知れな
い。従って、本発明の冷却系は、格納容器6の外側表面
18上に水供給源30がらの水を放出する。好ましくは
、この水は、格納容器の上部ドーム状部の中心のところ
で格納容器外側表面上に導かれ、流下する水膜で格納容
器の外側表面18を被覆もしくは濡らす。水は、直接の
熱伝達により格納容器の表面を最初に冷却する。水は昇
温するので、蒸発を始めて空気流の中に入り、水と空気
流とが接触する。これにより蒸発冷却効果が生じて、格
納容器を、予想される中庸の熱流束での通常の水沸臆点
よりも十分に低い温度に冷却する。これは、空気が蒸発
面に拡散して逃げる水蒸気の部分的圧力を低下させるこ
とにより、水の飽和温度が低下するためである。
水の放出は、短時間(約3日)の冷却能力を与えること
を意図している。従って、設計基準事故の開始f& 3
日で、水供給源は再び水で満たされると考えられる。し
かし、水が追加供給されなくても、3日後は、空気冷却
だけで格納容器をその設計圧力以下に保つのに十分であ
る。
本発明の別の側面によると、特定の種類の無機ペイント
もしくは塗料を使用して、格納容器6の内側表面16及
び外側表面18を被覆する。この塗料は特定の種類のも
のであり、容易に湿潤して、手の込んだ水分配構造の必
要性を最小にしつつ、格納容器の外側表面に対する水の
被覆を確実に最大にするのに役立つ。好ましくは、この
ペイントは亜鉛基塗料であり、金属製格納容器6の外側
表面に塗布される。亜鉛基塗料は容易に湿潤して、水は
細い流れを形成することなく拡散する。これは、(1,
15〜0.25mm(6〜10m1l)の厚さに乾燥さ
れた亜鉛基塗料の層が1■<幾分多孔質の仕上げを有す
るからである。
また、この多孔質の湿潤性の仕上げは、上述の適用によ
り達成された膜厚及び温度でm1察されたように、薄い
水膜ができて乾燥した区域を形成する傾向を最小にする
加えて、この亜鉛基塗料は他の塗料とは対照的に高い熱
伝導率を有する。無機金属基塗料は、格納容器に塗布す
るのに通常使用されている標準の有機塗料よりも10〜
20倍も大きい熱伝導率を有する傾向がある。このため
、格納容器を介してその外側表面に熱を伝達する能力が
最大となって、本発明による蒸発冷却の効果が最も大き
くなり、格納容器の圧力を低くすることができる。標準
の有機塗料は、格納容器を介する伝導による熱の伝達を
抑止する。また、亜鉛は鋼製の格納容器が電食作用によ
り腐食するのを防止する。乾燥後、塗料の層は約85%
の亜鉛を含んでいる。亜鉛基塗料は塗料工業の分野で既
知であるが、上述した目的のために販売されているもの
ではない。商業的に入手しうる亜鉛基塗料の1種には、
米国ミズリー州セント・ルイス所在のカーボライン(C
arbo l 1ne)社により製造販売されている登
録商標名・カーボランク(CARBOZINC)11が
ある。
蒸発冷却効果は、格納容器の外側表面を覆う大きなレイ
ノルズ数の空気流を生成することによって増大する。こ
れは、第2の環状スペース44についてはその幅を小さ
くすることによって実現される。この幅は20.3〜3
8.1cm(8〜15in)とするのが好ましい。幅を
小さくすることは慣行に反することであるが、本発明者
は、蒸発冷却のためには空気の質量流量を大きくするこ
とよりも空気の速度を上げることが重要であることに気
付いた。
本発明の別の特徴は、空気転流体34の開放した下端部
36のところに空気溜めを設けたことである。
この構造により、空気が空気転流体34の入口側から出
口側に方向を変える時に起こる圧力降下が減少する。
第2図は、空気が第1の環状スペース42を通って下方
に流れ、その後、格納容器6の外側表面18を覆う第2
の環状スペース44を通って上方に流れるように循環す
る時の空気流を略図的に示している。水供給源30は、
格納容器6の頂部14の上方の位置に配置されており、
水タンク48を含むものとして略図的に示されている。
この水タンク48には4本の水出口管50.52.54
及び56が入っている。
各水出口管の上端は水タンクの底部よりも上方の特定の
高さのところで終端している。従って、冷却系が作動し
た時には、水タンク48からの水の流量は、水レベルの
低下につれて高い水出口管から順に出口として働かなく
なるので、水出口管の高さ順の配列によって受動的に制
御される。明らかなように、水の放出流量が最も多いの
は水タンクが満ばいのときの初期であり、水レベルが低
下すると、流量は、水頭の減少及び水出口管の露出に対
応して段階的に減少する。
第3図に示すように、第2図に略図的に示した水タンク
48は複数のサブタンクから構成されていることが好ま
しい。これ等のサブタンクは、遮蔽建屋20の全高を可
及的に低くするために、同遮蔽建屋20の頂部にある半
径方向支持ビーム49内に放射状に配置されている。半
径方向支持ビーム49はその下方部分に複数の穴(図示
せず)を有し、水は該穴を経てサブタンク間に自由に流
れることができる。また、支持ビーム49の上方部分に
も水レベルより上に穴(図示せず)が設けられていて、
排水を容易にするために空気がサブタンク間に自由に流
れることができるようになっている。第3図は遮蔽建屋
20をその頂部を除いて斜視図で示している。また、こ
の第3図から明らかなように、空気入口は、水平方向に
向いている複数の空気入口開口29であり、該開口29
は、水タンク48とほぼ同一レベルのところで遮蔽建屋
20の円筒形側壁に形成され同遮蔽建屋20を放射状に
収り巻いて配設されている。
第4図は、第1図及び第2図に示した受動的格納容器冷
却系4の一部を形成する流体放出系(流体放出装置)5
日を略示している。水タンク48は水出口管50.52
.54及び56を備えている。実施例は4本の水出口管
を有するが、3本でもよい。3本の水出口管を使用した
場合、水出口管56と、それに対応する管路及び弁を省
略してよい。また、所望の放出量を得るために、その他
の本数の水出口管を使用することもできる。線Aは水タ
ンク48が満ばいになった時の水レベルを表している。
排水を容易にするため、或は確実にするため、水タンク
48の上方部分の両側壁には冗長排気管60が設けられ
ている。ヒータ62は、水タンク内の水が凍結しないよ
うに設けられており、冗長水温センサ64が所定の最低
温度を検知したときにこれに応答して自動的に作動でき
る。ヒータの作動は、この冷却系が機能するときでも設
計基準事故後には必要とされない。加熱された水の熱容
量と、構造材料の絶縁特性とのために、水は3日間の排
水期抽中、凍結しない。また、2つの水位センサ66が
水タンク48に設けられていて、通常の水位を維持する
ことを確実にすると共に、運転員が使用中の水位滅少を
監視できるようにしている。センサ64.66について
の円形の印は、検知した状態を運転員が知ることができ
るように、原子力発電所の制御室にある監視計器を表し
ている。
水タンク48は水源70に接続された充填管68により
充填される。水タンク72には、水源に対して必要に応
じアルゲシド(algecides)等を添加できる。
管フロはオーバーフロー管であり、また、水タンク48
から排水するために排水管78が接続されている。
各水出口管50.52.54及び56は水タンク底部の
上方の所定の高さのところで終端している。各水出口管
内には、塵芥による詰まりを防止するため、及び渦流を
砕くため、長い金属製の十字形部材が溶接により設けら
れている。典型的には、水タンク内の水の高さは約1.
8m(6ft)であり、水タンクの底部は格納容器の頂
部14よりも約0.9n(3ft)上方にある。従って
、2.7m(9ft)の高さのヘッドについてのポテン
シャルが生じ、2.7m(9ft)の圧力降下(約0.
28Kg/cm”#4psiに達する)を発生する。
水出口管の各々はマニホルド80に流れ込んでいて、4
本の水出口管の全てからの水が2本の水放出管82及び
84の双方を通って流出する。各水放出管82及び84
は、格納容器(図示せず)内の圧力センサにより検出さ
れる格納容器の圧力が所定レベルに達すると、それに応
答して開く故障時開の空気作動式遮断弁86.88をそ
れぞれ備えている。空気作動装置を排気する電磁弁は、
それに関連して設けられたバッテリーにより作動させる
のが好ましい。
また、各水放出管82及び84は通常開いている弁92
を含んでおり、該弁92は、関連して設けられたバッテ
リーにより駆動される直流モータによって作動される。
この弁は、格納容器内の圧力が十分なレベルに達したこ
とを検出した際に、開弁信号を受ける。これ等のモータ
駆動の弁は、通常、空気作動式の弁の作動試験を行うた
めに閉止されるに過ぎない。
水出口管50.52.54及び56は、各水出口管の外
部への所望の流量を確保するために使用される流れオリ
フィス100.98.96及び94をそれぞれ含んでい
る。従って、流量計102.104.106及び108
により測定されるような各水出口管の流量は定期的に試
験することができ、流量と時間の関係を監視することが
できる。
各水出口管の流量が一旦確定され、ると、全水出口管の
集合流量は水レベルの低下につれて変化する。この集合
流量は、設計基準事故後の崩壊熱の減少傾向に一致して
減少すると共に、格納容器圧力と時間との間に望ましい
関係を得るために設計されている0例えば、仮想上の配
管破断に続く原子炉系の初期ブローダウン後に、炉心の
崩壊熱に対応する割合で格納容器に熱が加えられる。崩
壊熱は時間と共に減少するので、(格納容器の圧力を一
定に保ちながら)格納容器から蒸発するのに必要な水の
量は、比例的に減少するであろう。追加の水は、もし蒸
発されれば、格納容器圧力の減少になる。解析の結果、
ここに記載された好適な実施例では、最も限界的な設計
基準事故後の24時間で約0.7KH/aII”(10
psig>まで格納容器圧力を減少させることができ、
また、胛蔵された水を3日の最後に使用するまで、この
ように減少した圧力に格納容器を維持しうろことが分が
っな。上述した流体放出系は所望の時間対流量の関係を
与えることができる。最大流量は、全ての水出口管が排
水するタンクレベルの高い初期に起こる。タンクから排
水する時、流量は水の位置水頭の1/2乗に比例して減
少する。タンクからは続いて排水されるので、高いレベ
ルの水出口管から次々と露出して排水作用を行わなくな
り、利用しうる出口流面積の減少により流量が付加的に
減少する(流体放出系の流体抵抗は一層高い)。
更に、流体放出系58は、格納容器ドームに直接水を与
える補助水源110を含んでいる。この補助水源110
は、給送管路112と、ドレン管路114とを含んでい
る。
格納容器内の温度が急激に上昇し、それに伴って、圧力
センサにより検出可能な圧力が上昇するような場合には
、受動的流体放出系58は、単に遮断弁86及び88を
開弁することにより作動される。
そのため、水が水出口管50.52.54及び56を通
って流れ、水放出管82及び84の一方又は双方がら流
体を放出することができる。管路は冗長であるから、ま
た、マニホルド80と水放出管82.84とは水出口管
50.52.54及び56よりも大径となるように特に
設計されているので、流れオリフィスにより確定される
ような流量は、流れが水放出管82.84の一方を通ろ
うが双方を通ろうが同一である。従って、この流体放出
系は、遮断弁アセンブリ86及び88が圧力信号を受け
た時にトリガーされて開弁し、そして一方又は双方が開
弁すれば、いずれの場合でも流量が同一となるように、
作動することができる。双方が開弁しないようなことは
全く起こり得ないであろうが、一方が開弁じない場合に
は(これも起こり得ないことである)、他方で所定の流
量を維持するのに十分である。
第4図に略図的に示した配管は、実際には、常閉弁90
の出口側から連続的に下方に傾斜するように構成されて
いることに注意されたい。
当業者にとっては上述した構造から種々の変形もしくは
改変についての示唆を受けるであろう。
しかし、本発明の好適な実施例に関する上述の開示は、
単なる説明のためであり、本発明を限定するものと解釈
されてはならない。従って、本発明の精神から逸脱しな
いような変形もしくは改変は、本発明の範囲内に包含さ
れるものである。
【図面の簡単な説明】
第1図は、本発明による受動的な格納容器冷却系を一部
断面で示す側面図、第2図は、第1図の流体放出系の概
要図、第3図は、第1図及び第2図において使用されて
いる水タンクの好適な構造を示す斜視図、第4図は、第
1図及び第2図の受動的な格納容器冷却系に、従って格
納容器の頂部上に水を放出するための流体放出系の概要
図である。 4・・・受動的格納容器冷却系(受動的冷却装置)6・
・・格納容器    14・・・格納容器の頂部16・
・・格納容器の内側表面 18・・・格納容器の外側表面 20・・・遮蔽建屋    22・・・遮蔽建屋の外側
表面24・・・遮蔽建屋の内側表面 26・・・遮蔽建屋の頂部 28・・・空気入口30・
・・水供給源    32・・・煙突状の筒体34・・
・空気転流体   36・1.開放した下端部38・・
・空気転流体の外側表面 40・・・空気転流体の内側表面 42・・・第1の環状スペース 44・・・第2の環状スペース 48・・・水タンク

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1)原子炉崩壊熱を発生する設計基準事故の後に格納容
    器を受動的に冷却する方法であって、最も多量の原子炉
    崩壊熱が発生している期間に実質的に一致する所定期間
    の間、前記格納容器の外側表面を水で濡らし、前記水が
    加熱されることによる熱伝達により前記格納容器を冷却
    し、前記格納容器の濡れた前記外側表面全体に空気流を
    導いて、加熱された前記水を蒸発させ、前記所定期間の
    経過後も空気流を継続して導く、諸ステップからなる格
    納容器の受動的冷却方法。 2)原子炉を収容すると共に、頂部と、内側表面と、外
    側表面とを有する金属製の格納容器の受動的冷却装置で
    あって、 前記格納容器よりも上方の位置に配置された水供給源と
    、 前記格納容器を囲繞すると共に、頂部と、内側表面と、
    外側表面とを有するコンクリート製の遮蔽建屋と、 該遮蔽建屋の前記頂部のところで半径方向に形成された
    空気入口と、 前記遮蔽建屋の前記頂部から上方に延びるように同頂部
    の中央に形成された煙突状の筒体と、前記遮蔽建屋の前
    記頂部から前記格納容器の実質的に全長にわたって延在
    すると共に、内側表面と、外側表面と、前記格納容器の
    形状に実質的に倣う形状と、開放した下端部とを有する
    空気転流体と、 可変の割合で前記格納容器の前記頂部上に水を放出する
    流体放出装置とを備え、 前記遮蔽建屋の前記内側表面と前記空気転流体の前記外
    側表面とが、前記空気入口から前記空気転流体の前記下
    端部まで延びる第1の環状スペースを形成し、 前記空気転流体の前記内側表面と前記格納容器の前記外
    側表面とが、前記空気転流体の前記下端部から前記煙突
    状の筒体まで延びる第2の環状スペースを画成し、 前記第1及び第2の環状スペースが前記格納容器の前記
    外側表面を覆う冷却空気流路を画成している、 格納容器の受動的冷却装置。
JP2093299A 1989-04-21 1990-04-10 格納容器の受動的冷却方法及び装置 Expired - Lifetime JP2813412B2 (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US341,442 1989-04-21
US07/341,442 US5049353A (en) 1989-04-21 1989-04-21 Passive containment cooling system

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPH02296196A true JPH02296196A (ja) 1990-12-06
JP2813412B2 JP2813412B2 (ja) 1998-10-22

Family

ID=23337595

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2093299A Expired - Lifetime JP2813412B2 (ja) 1989-04-21 1990-04-10 格納容器の受動的冷却方法及び装置

Country Status (5)

Country Link
US (1) US5049353A (ja)
EP (1) EP0393805B1 (ja)
JP (1) JP2813412B2 (ja)
KR (1) KR0181303B1 (ja)
ES (1) ES2060940T3 (ja)

Cited By (15)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH0659073A (ja) * 1992-06-19 1994-03-04 General Electric Co <Ge> 原子炉建屋および操作方法
WO2010038358A1 (ja) * 2008-09-30 2010-04-08 株式会社 東芝 加圧水型原子力プラント
JP2011220840A (ja) * 2010-04-09 2011-11-04 Ihi Corp 冷却構造体
JP2015055621A (ja) * 2013-09-13 2015-03-23 元浩 岡田 原子炉の冷却装置。
JP2015518148A (ja) * 2012-04-12 2015-06-25 ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー 原子力発電所用受動的格納容器空気冷却
JP2015137905A (ja) * 2014-01-22 2015-07-30 株式会社日立製作所 原子炉格納容器及び原子炉
JP2015522804A (ja) * 2012-05-21 2015-08-06 エスエムアール・インベンテック・エルエルシー 受動的原子炉格納容器保護システム
JP2018503811A (ja) * 2014-12-16 2018-02-08 ジョイント ストック カンパニー アトムエネルゴプロエクトJoint Stock Company Atomenergoproekt 加圧水型原子炉の溶融炉心を冷却して閉じ込めるシステム
CN111128414A (zh) * 2019-12-31 2020-05-08 中国核动力研究设计院 一种核电厂能动与非能动相结合的安全系统及其方法
US10665354B2 (en) 2012-05-21 2020-05-26 Smr Inventec, Llc Loss-of-coolant accident reactor cooling system
US10672523B2 (en) 2012-05-21 2020-06-02 Smr Inventec, Llc Component cooling water system for nuclear power plant
US10720249B2 (en) 2012-05-21 2020-07-21 Smr Inventec, Llc Passive reactor cooling system
CN111916234A (zh) * 2020-08-13 2020-11-10 中国核动力研究设计院 非能动与能动相结合的核电厂安全注射系统及其使用方法
US11901088B2 (en) 2012-05-04 2024-02-13 Smr Inventec, Llc Method of heating primary coolant outside of primary coolant loop during a reactor startup operation
US11935663B2 (en) 2012-05-21 2024-03-19 Smr Inventec, Llc Control rod drive system for nuclear reactor

Families Citing this family (63)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2528977B2 (ja) * 1989-11-22 1996-08-28 株式会社日立製作所 原子炉格納容器
DE4041295A1 (de) * 1990-12-21 1992-07-02 Siemens Ag Kernreaktor-anlage, insbesondere fuer leichtwasserreaktoren, mit einer kernrueckhaltevorrichtung, verfahren zur notkuehlung bei einer solchen kernreaktor-anlage und verwendung turbulenzerzeugender deltafluegel
JP2993155B2 (ja) * 1991-03-20 1999-12-20 株式会社日立製作所 原子炉及び原子炉冷却設備並びに原子力発電プラント
US5154877A (en) * 1991-03-28 1992-10-13 Westinghouse Electric Corp. Passive off-site radiation reduction apparatus
US5158741A (en) * 1991-08-16 1992-10-27 General Electric Company Passive cooling system for top entry liquid metal cooled nuclear reactors
DE4127313C2 (de) * 1991-08-17 1995-10-19 Karlsruhe Forschzent Containment eines Kernreaktors
US5169596A (en) * 1992-03-06 1992-12-08 Westinghouse Electric Corp. Large panel design for containment air baffle
US5291533A (en) * 1993-03-22 1994-03-01 Westinghouse Electric Corp. Cooling water distribution system
US5345482A (en) * 1993-05-06 1994-09-06 Westinghouse Electric Corporation Passive containment cooling water distribution device
US5426681A (en) * 1994-01-04 1995-06-20 General Electric Company Boiling water reactor with combined active and passive safety systems
KR100189168B1 (ko) * 1995-12-01 1999-06-01 윤덕용 원자로의 피동 격납용기 냉각장치
IT1275709B1 (it) * 1995-03-30 1997-10-17 Finmeccanica Spa Impianto per lo smaltimento del calore dall'interno di una struttura di contenimento di un reattore nucleare
CA2150275C (en) * 1995-05-26 2008-10-14 Norman J. Spinks Passive emergency water system for water-cooled nuclear reactors
US5612982A (en) * 1995-07-31 1997-03-18 Westinghouse Electric Corporation Nuclear power plant with containment cooling
US5887043A (en) * 1995-10-03 1999-03-23 Atomic Energy Of Canada Limited Energie Atomique Du Canad Passive emergency water system for water-cooled nuclear reactors
RU2154314C2 (ru) * 1995-10-31 2000-08-10 Этомик Энэджи оф Кэнэдэ Лимитид Пассивная аварийная система уменьшения количества водорода для водоохлаждаемого ядерного реактора
US5790619A (en) * 1997-01-15 1998-08-04 Combustion Engineering, Inc. Drain system for a nuclear power plant
DE19846057B4 (de) * 1998-10-07 2004-04-29 Forschungszentrum Jülich GmbH Vorrichtung zum Kühlen und zum Schutz eines Reaktordruckbehälters bei Kernschmelzunfällen
US6519308B1 (en) * 1999-06-11 2003-02-11 General Electric Company Corrosion mitigation system for liquid metal nuclear reactors with passive decay heat removal systems
WO2002049042A1 (en) * 2000-12-14 2002-06-20 Eskom Cooling system
US6795518B1 (en) 2001-03-09 2004-09-21 Westinghouse Electric Company Llc Integral PWR with diverse emergency cooling and method of operating same
DE20205497U1 (de) * 2002-04-09 2002-07-04 Aicher Max Gebäude mit Innenraumschutz
JP2003329789A (ja) * 2002-05-16 2003-11-19 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd シールドビルディング
MXPA02008648A (es) 2002-09-04 2004-03-10 Constructora Y Servicios Ind D Recubrimiento disipador de calor y metodo para disminuir la temperatura interior de viviendas y construcciones similares.
US20080219395A1 (en) * 2007-03-06 2008-09-11 Areva Np Nuclear power plant using nanoparticles in emergency situations and related method
US8160197B2 (en) * 2007-03-06 2012-04-17 Areva Np Nuclear power plant using nanoparticies in closed circuits of emergency systems and related method
CN102081976B (zh) * 2009-11-27 2012-10-10 上海核工程研究设计院 大容量完全非能动安全壳冷却系统
JP5624355B2 (ja) * 2010-04-21 2014-11-12 株式会社東芝 液体金属冷却型原子炉及びその除熱方法
US9583221B2 (en) 2011-06-15 2017-02-28 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Integrated emergency core cooling system condenser for pressurized water reactor
US8867690B2 (en) * 2011-08-25 2014-10-21 Babcock & Wilcox Mpower, Inc. Pressurized water reactor with compact passive safety systems
CN103295655A (zh) * 2012-02-29 2013-09-11 上海核工程研究设计院 水淹和风冷相结合的非能动安全壳冷却系统和方法
US10529457B2 (en) 2012-04-17 2020-01-07 Bwxt Mpower, Inc. Defense in depth safety paradigm for nuclear reactor
CN103377729A (zh) 2012-04-27 2013-10-30 上海核工程研究设计院 大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动冷却系统
CN102637465B (zh) * 2012-05-02 2014-07-16 哈尔滨工程大学 一种非能动安全壳冷却系统
WO2014031767A2 (en) * 2012-08-21 2014-02-27 Holtec International, Inc. Component cooling water system for nuclear power plant
CN103489489A (zh) * 2012-06-13 2014-01-01 中国核动力研究设计院 一种非能动安全壳喷淋-淹没冷却系统
CN102737738B (zh) * 2012-06-25 2015-01-07 中国核电工程有限公司 双层混凝土安全壳非能动直接蒸发式冷却系统
CN103632737A (zh) * 2012-08-20 2014-03-12 中国核动力研究设计院 一种核电站蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统
JP5373213B1 (ja) * 2013-03-06 2013-12-18 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 気体供給装置及び原子力プラントの空気又は窒素供給装置
US11373768B2 (en) 2013-03-12 2022-06-28 Bwxt Mpower, Inc. Refueling water storage tank (RWST) with tailored passive emergency core cooling (ECC) flow
JP2016535241A (ja) 2013-03-15 2016-11-10 ビーダブリューエックスティー エムパワー、インコーポレイテッド 長期的な原子炉冷却のための受動的技術
CN103400609A (zh) * 2013-08-12 2013-11-20 厦门大学 一种非能动安全壳冷却系统
US9779840B2 (en) 2013-10-28 2017-10-03 Bwxt Mpower, Inc. PWR decay heat removal system in which steam from the pressurizer drives a turbine which drives a pump to inject water into the reactor pressure vessel
CN103730170B (zh) * 2013-12-31 2016-08-17 国家核电技术有限公司 一种强化安全壳排热的事故缓解装置
US10629314B2 (en) * 2014-01-13 2020-04-21 China Nuclear Power Technology Research Institute Nuclear power plant containment cooling system and spray flow control method therefor
US10119722B2 (en) * 2014-03-24 2018-11-06 Wilson Ng Flue arrangement
US9773575B2 (en) * 2014-06-09 2017-09-26 Bwxt Mpower, Inc. Passive filtration of air egressing from nuclear containment
US9875817B2 (en) 2014-06-09 2018-01-23 Bwxt Mpower, Inc. Nuclear reactor support and seismic restraint with in-vessel core retention cooling features
CN104134473B (zh) * 2014-06-30 2016-12-07 中国核电工程有限公司 一种能动结合非能动的安全壳冷却系统
US10529458B2 (en) 2014-07-22 2020-01-07 Bwxt Mpower, Inc. Integral isolation valve systems for loss of coolant accident protection
WO2016011569A1 (zh) * 2014-07-24 2016-01-28 哈尔滨工程大学 安全壳冷却系统及安全壳与反应堆压力容器联合冷却系统
CN108630327B (zh) * 2017-03-24 2023-08-25 国核示范电站有限责任公司 非能动安全壳换热器系统
CN107274938B (zh) * 2017-06-09 2019-05-21 安徽科创智慧知识产权服务有限公司 一种安全壳冷却装置
CN107123448B (zh) * 2017-06-09 2019-05-21 安徽科创智慧知识产权服务有限公司 一种可提高冷却剂利用率的安全壳冷却系统
CN107256727B (zh) * 2017-06-09 2019-04-09 安徽科创智慧知识产权服务有限公司 一种核反应堆冷却系统
CN107564592B (zh) * 2017-07-25 2021-08-24 中国核电工程有限公司 一种非能动风冷却安全壳
US10745195B1 (en) * 2017-08-21 2020-08-18 Murray Services Inc. Surface mounted secondary containment system
CN108682461B (zh) * 2018-05-15 2023-08-15 中国核电工程有限公司 一种用于小型堆的安全壳非能动空气冷却系统
US11342085B2 (en) * 2019-12-24 2022-05-24 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Integrated passive cooling containment structure for a nuclear reactor
CN111370150B (zh) * 2020-03-17 2022-02-11 中国核动力研究设计院 一种用于安全壳容器的外壁均流结构
CN112582082B (zh) * 2020-11-12 2022-07-08 中国核电工程有限公司 一种非能动安全壳空气冷却系统
CN113035392A (zh) * 2021-03-05 2021-06-25 哈尔滨工程大学 一种采用切击式吹气系统的安全壳内置高效换热器
CN113035388B (zh) * 2021-03-05 2023-11-17 哈尔滨工程大学 一种简洁高效的pcs长期冷却水箱

Family Cites Families (19)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
BE568894A (ja) * 1957-07-26
DE1142041B (de) * 1959-11-24 1963-01-03 Licentia Gmbh Vorrichtung in der Druckschale eines Kernreaktors zur Verminderung des beim Platzen eines Teiles des Primaerkreises entstehenden Dampfdruckes
DE1146598B (de) * 1961-06-14 1963-04-04 Siemens Ag Sicherheitseinrichtung fuer die Gebaeude von Leistungskernreaktoren
NL6515021A (ja) * 1965-11-19 1967-05-22
SE302168B (ja) * 1967-09-04 1968-07-08 Asea Ab
DE1764306B2 (de) * 1968-05-14 1977-02-10 Siemens AG, 1000 Berlin und 8000 München Einrichtung zur kuehlung von kernbruchstuecken in einem schnellen brutreaktor
US3666616A (en) * 1970-01-07 1972-05-30 Babcock & Wilcox Co Vapor suppressing means for a nuclear reactor
DE2217398A1 (de) * 1972-04-11 1973-10-25 Siemens Ag Kernreaktor
DE2234782C3 (de) * 1972-07-14 1978-06-29 Siemens Ag, 1000 Berlin Und 8000 Muenchen Kernreaktor
FR2345792A1 (fr) * 1976-03-24 1977-10-21 Commissariat Energie Atomique Dispositif d'ultime secours pour reacteur nucleaire
FR2466839A1 (fr) * 1979-10-02 1981-04-10 Commissariat Energie Atomique Dispositif de refroidissement de secours du coeur d'un reacteur a eau pressurisee
FR2469779A1 (fr) * 1979-11-16 1981-05-22 Commissariat Energie Atomique Dispositif de refroidissement de secours du coeur d'un reacteur a eau pressurisee
FR2506063B1 (fr) * 1981-05-14 1987-09-04 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire comportant un refroidissement des structures peripheriques par convection naturelle d'air
DD208883A5 (de) * 1983-01-03 1984-04-11 Nippies Energoproekt Passivschutzanlage
JPS6031092A (ja) * 1983-07-29 1985-02-16 株式会社日立製作所 原子炉格納容器
DE3517632A1 (de) * 1985-05-15 1986-11-20 INTERATOM GmbH, 5060 Bergisch Gladbach Kernenergieanlage mit notnachwaermeabfuhr durch luftkuehlung
US4753771A (en) * 1986-02-07 1988-06-28 Westinghouse Electric Corp. Passive safety system for a pressurized water nuclear reactor
JPS6394190A (ja) * 1986-10-08 1988-04-25 株式会社東芝 高速増幅炉の崩壊熱除去系
JPS63223593A (ja) * 1987-03-13 1988-09-19 株式会社東芝 原子炉格納容器熱除去装置

Cited By (18)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH0659073A (ja) * 1992-06-19 1994-03-04 General Electric Co <Ge> 原子炉建屋および操作方法
WO2010038358A1 (ja) * 2008-09-30 2010-04-08 株式会社 東芝 加圧水型原子力プラント
US8817941B2 (en) 2008-09-30 2014-08-26 Kabushiki Kaisha Toshiba Pressurized water reactor plant
JP2011220840A (ja) * 2010-04-09 2011-11-04 Ihi Corp 冷却構造体
JP2015518148A (ja) * 2012-04-12 2015-06-25 ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー 原子力発電所用受動的格納容器空気冷却
US11901088B2 (en) 2012-05-04 2024-02-13 Smr Inventec, Llc Method of heating primary coolant outside of primary coolant loop during a reactor startup operation
US10672523B2 (en) 2012-05-21 2020-06-02 Smr Inventec, Llc Component cooling water system for nuclear power plant
JP2015522804A (ja) * 2012-05-21 2015-08-06 エスエムアール・インベンテック・エルエルシー 受動的原子炉格納容器保護システム
US9786393B2 (en) 2012-05-21 2017-10-10 Smr Inventec, Llc Passive reactor containment protection system
US10665354B2 (en) 2012-05-21 2020-05-26 Smr Inventec, Llc Loss-of-coolant accident reactor cooling system
US10720249B2 (en) 2012-05-21 2020-07-21 Smr Inventec, Llc Passive reactor cooling system
US11935663B2 (en) 2012-05-21 2024-03-19 Smr Inventec, Llc Control rod drive system for nuclear reactor
JP2015055621A (ja) * 2013-09-13 2015-03-23 元浩 岡田 原子炉の冷却装置。
JP2015137905A (ja) * 2014-01-22 2015-07-30 株式会社日立製作所 原子炉格納容器及び原子炉
JP2018503811A (ja) * 2014-12-16 2018-02-08 ジョイント ストック カンパニー アトムエネルゴプロエクトJoint Stock Company Atomenergoproekt 加圧水型原子炉の溶融炉心を冷却して閉じ込めるシステム
CN111128414A (zh) * 2019-12-31 2020-05-08 中国核动力研究设计院 一种核电厂能动与非能动相结合的安全系统及其方法
CN111128414B (zh) * 2019-12-31 2022-07-26 中国核动力研究设计院 一种核电厂能动与非能动相结合的安全系统及其方法
CN111916234A (zh) * 2020-08-13 2020-11-10 中国核动力研究设计院 非能动与能动相结合的核电厂安全注射系统及其使用方法

Also Published As

Publication number Publication date
JP2813412B2 (ja) 1998-10-22
EP0393805B1 (en) 1994-09-21
ES2060940T3 (es) 1994-12-01
EP0393805A2 (en) 1990-10-24
KR900017040A (ko) 1990-11-15
US5049353A (en) 1991-09-17
KR0181303B1 (ko) 1999-05-15
EP0393805A3 (en) 1991-01-16

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JPH02296196A (ja) 格納容器の受動的冷却方法及び装置
KR950009881B1 (ko) 원자로 설비
JP5759899B2 (ja) 発電モジュール組立体、原子炉モジュールおよび原子炉冷却方法
KR950011978B1 (ko) 가입수형 원자로의 수동적 유체 안전장치
US7813465B2 (en) Pressure suppression and decontamination apparatus and method for reactor container
JP3121178B2 (ja) 原子炉の受動式冷却装置
JP6487290B2 (ja) 凝縮器および冷却システムと運転方法
US3459635A (en) Containment pressure reduction system and radioactivity removal system for nuclear reactor installations
EP0838077A1 (en) Thermal insulating barrier and neutron shield providing integrated protection for a nuclear reactor vessel
JPH06109885A (ja) 原子炉の偶発的メルトダウン後に炉心を回収するための装置を備えた原子炉
US10629314B2 (en) Nuclear power plant containment cooling system and spray flow control method therefor
JP3493052B2 (ja) 冷却水の分配装置
JPH0341395A (ja) 原子炉容器用の受動熱除去系
JPH02114196A (ja) 加圧水型の真性安全原子炉
JPH06130169A (ja) 原子炉設備
JP2012198168A (ja) 原子炉格納容器冷却装置および原子炉格納容器冷却装置を備えた原子炉建屋
JP2007170832A (ja) 格納容器冷却装置および冷却方法
US6347129B1 (en) Container for the collection and spreading of core melt and a nuclear power plant with such a container
JPH05172979A (ja) 原子炉格納容器の圧力抑制設備
JPS6375594A (ja) 自然放熱型格納容器
US20130126195A1 (en) Device for limiting the consequences of a widespread fire in premises
KR102632043B1 (ko) 피동보조급수탱크의 냉각수를 이용한 격납건물 냉각 및 배기 시스템 및 이를 이용한 냉각 및 배기 방법
JP2957835B2 (ja) 原子炉格納設備の除熱装置
JPH09318783A (ja) 原子炉プラントの冷却設備
CZ37645U1 (cs) Zařízení pro chlazení reaktoru pro jaderné palivo

Legal Events

Date Code Title Description
R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20070807

Year of fee payment: 9

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20080807

Year of fee payment: 10

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20080807

Year of fee payment: 10

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20090807

Year of fee payment: 11

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20090807

Year of fee payment: 11

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20100807

Year of fee payment: 12

EXPY Cancellation because of completion of term
FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20100807

Year of fee payment: 12